全厂断电严重事故自然循环和蠕变失效分析

使用MELCOR 2.1程序建立ACP1000自然循环模型,选取全厂断电叠加辅助给水丧失严重事故(TMLB'),分析主冷却剂管道热段和蒸汽发生器(SG)传热管自然循环现象,采用蠕变失效模型评价主冷却剂系统(RCS)部件失效时间。结果表明,压力容器(RPV)出口接管比有裂纹的SG最热传热管先失效。     

大事件树/小故障树方法在船用核动力装置给水管道大破口事故评价中的应用

介绍了大事件树/小故障树方法的原理、小事件的划分依据和规则、大事件树的建立规则以及大事件树的模块化方法等.使用上述方法完成了某船用核动力装置满功率工况下给水管道大破口事故的概率安全评价(PSA),确定了该事故工况下对堆芯损毁有主要贡献的因素,识别了系统的薄弱环节.应用结果表明:该方法具有直接体现支持系统与前沿系统的相关性并评价支持系统重要性等优点.     

MELCOR乏燃料水池严重事故计算分析

针对长时间全厂断电（SBO）事故,采用MELCOR程序建立了乏燃料水池的计算分析模型,研究了乏燃料组件加热升温、锆包壳氧化等严重事故现象,并计算了向乏燃料水池注水缓解严重事故的效果。研究表明：乏燃料水池内的严重事故进程相对缓慢,且与乏燃料水池初始水位直接相关;向乏燃料水池注水是缓解乏燃料水池严重事故的有效手段之一。     

基于衰变热不确定性的压水堆IVR能力边际研究

为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留（IVR）能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算,获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参数条件下的下封头壁面热流密度峰值与当地临界热流密度（CHF）的比值,对热流密度比分别开展显著性水平估算与失效率计算,根据小于局部CHF的下封头熔穿准则,判定IVR措施是否有效,以获得IVR能力边际。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成进行任何优化措施,电功率超过1400 MW压水堆电厂不推荐单独使用IVR作为严重事故条件缓解措施。      

熔融物堆芯冷却滞留特性研究

The severe accident analysis model of the small modular reactor ACP100 is built using MELCOR code, and the core heat removed process through the barrel and wall of reactor pressure vessel (RPV) is analyzed by the cavity injection system (CIS). The collapse behavior of the fuel assemblies is estimated by the fuel rod degradation model, and the failure behavior of the lower core plate is estimated by ANSYS program. The results show that the fuel assemblies in the core center melt and collapse to form the core melting pool, while the structure of the fuel assemblies surrounding the core melting pool remains intact, and the core lower plate supports the core melting pool and un-collapsed fuel assemblies all the time, and no creep rupture phenomenon occurs; the core heat can be removed by CIS and the debris in-vessel retention successfully avoids the formation of molten pool in the lower head.     

氧化铝纳米流体增强球形下封头IVR能力边际研究

为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留（IVR）能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度（CHF）机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分析软件CISER开展衰变热分布抽样计算,得到下封头壁面CHF随倾角变化的随机分布,并将其与纳米流体CHF模型的理论值相比,以CHF比值小于1作为IVR成功准则,研判纳米流体对IVR能力边际拓展的影响程度。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成采取任何优化措施,仅采用纳米流体替代纯水工质,压水堆核电厂的IVR能力边际能够拓展至1300 MW额定电功率水平。      

华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究

华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。     

三层熔池结构对AP1000反应堆压力容器外壁面热流密度的影响

严重事故后期，反应堆压力容器（RPV）下腔室内熔融物（U-Zr-O-Fe）可能发生分层。但目前采用的三层熔池结构分析模型之间有较大差异。本文采用了3种不同熔池结构模型:Esmaili & Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、MAAP5程序模型分别计算了AP1000电厂的三层熔池结构并对RPV外壁面热流密度分布进行分析。结果表明，3种计算模型计算的熔池结构差异很大，进而影响了RPV外侧的热流密度分布。相比Esmaili & Khatib-Rahbar模型，Seiler模型更为保守。而MAAP5程序模型虽然在计算氧化物层和重金属层成分时是基于热力学理论，但轻金属层成分的确定方法尚待进一步改进。      

熔融物堆芯冷却滞留特性研究

以模块式小型堆ACP100为分析对象，建立MELCOR程序严重事故分析模型，分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统（CIS）的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为，并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯下板失效行为。分析结果表明，严重事故后堆芯中心燃料组件坍塌形成堆芯熔融池，堆芯周围燃料组件保持完整结构状态，堆芯下板支撑堆芯熔融池和未坍塌的燃料组件且未发生蠕变断裂失效；CIS冷却压力容器外壁面并导出堆芯衰变热，最终实现熔融物堆芯滞留，避免下封头内形成熔融池。